CN109659046A - 耦合的反应堆余热导出系统 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种耦合的反应堆余热导出系统,包括:主冷却回路,用于通过主泵驱动回路中液体流动,以带走反应堆热量;应急堆芯冷却系统,配置为随反应堆同时运行,且配置有不间断电源;所述主冷却回路与应急堆芯冷却系统之间连接有管路,该管路上设有应急冷却管道止回阀门,以在主冷却回路的主泵停止供电后开启。本发明中通过在主冷却回路与应急堆芯冷却系统之间设置管路,该管路上设有应急冷却管道止回阀门,以在主冷却回路的主泵停止供电后开启;能够在主冷却回路断电后仍然能够实现新的水流循环,导出堆芯内余热。
Description
技术领域
本发明涉及核反应堆领域,进一步涉及一种耦合的反应堆余热导出系统。
背景技术
余热导出是核反应堆三大安全功能的重要内容,各阶段的冷却流量与堆芯余热的变化全程适配,流量过度平顺。核反应堆在停堆后一段相当长的时间内,由于剩余裂变和裂变碎片的衰变而产生余热,在以往的池式研究堆余热排出系统设计中,由于研究堆的运行功率只有几MW,剩余发热功率非常小,基本通过自然循环将堆芯余热带到大水池中,再通过水池蒸发传给大气。但对于高功率研究堆而言,剩余发热功率还相当可观,直接采用上述方式无法进行。
发明内容
(一)要解决的技术问题
有鉴于此,本发明的目的在于提供一种耦合的余热导出系统,以至少部分解决上述的技术问题。
(二)技术方案
本发明提供一种耦合的反应堆余热导出系统,包括:
主冷却回路,用于通过主泵驱动回路中液体流动,以带走反应堆热量;
应急堆芯冷却系统,配置为随反应堆同时运行,且配置有不间断电源;
所述主冷却回路与应急堆芯冷却系统之间连接有管路,该管路上设有应急冷却管道止回阀门,以在主冷却回路的主泵停止供电后开启。
在进一步的实施方案中,所述应急冷却管道止回阀门,配置为单向导通,在主冷却回路内主泵正常工作时闭合,在主冷却回路中主泵断电后,由应急堆芯冷却系统向主冷却回路导通。
在进一步的实施方案中,所述应急堆芯冷却系统还包括换热器,在正常运行时,导出反应堆池水热量。
在进一步的实施方案中,所述主冷却回路的主泵设置惰转飞轮,以在主泵停止供电后实现惰转。
在进一步的实施方案中,在反应堆水池内,所述主冷却回路的堆芯上部导流箱设有自然循环瓣阀,堆芯下部衰变箱上设有开口滤网,以在主冷却回路失去压力时,自然循环瓣阀非能动开启,与所述开口滤网间形成自然循环冷却回路。
在进一步的实施方案中,在反应堆水池外,所述主冷却回路各部件均设置于堆芯顶平面之上。
在进一步的实施方案中,所述不间断电源为蓄电池式不间断电源。
(三)有益效果
通过在主冷却回路与应急堆芯冷却系统之间设置管路,该管路上设有应急冷却管道止回阀门,以在主冷却回路的主泵停止供电后开启;能够在主冷却回路断电后仍然能够实现新的水流循环,导出堆芯内余热。
通过主冷却回路的主泵设置惰转飞轮,以在主泵停止供电后实现惰转,延长主泵失电后的惰转时间,使事故停堆后的堆芯冷却剂流量得以保证,提高了堆芯余热导出的可靠性;
在进一步的实施方案中,在反应堆水池内,所述主冷却回路的堆芯上部导流箱设有自然循环瓣阀,堆芯下部衰变箱上设有开口滤网,以在主冷却回路失去压力时,自然循环瓣阀非能动开启,与所述开口滤网间形成自然循环冷却回路。
在进一步的实施方案中,在反应堆水池外,所述主冷却回路各部件均设置于堆芯顶平面之上。
附图说明
图1是本发明实施例的耦合的反应堆余热导出系统截面示意图。
图2是本发明实施例的耦合的反应堆余热导出系统反应堆水池内的截面示意图。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白,以下结合具体实施例,并参照附图,对本发明作进一步的详细说明。
根据本发明的基本构思,提供一种耦合的反应堆余热导出系统,在以往研究堆余热导出技术的基础上,按照反应堆安全性的要求,结合设计的特点,综合不同类型的余热排出手段,形成一种耦合的余热导出技术。
图1是本发明实施例的耦合的反应堆余热导出系统截面示意图。
如图1所示,本发明实施例的反应堆余热导出系统包括:
主冷却回路1,用于通过主泵3驱动回路中液体流动,以带走反应堆热量;该主冷却回路1上包括主泵3。
应急堆芯冷却系统2,配置为随反应堆同时运行,且配置有不间断电源;所述主冷却回路1与应急堆芯冷却系统2之间连接有管路,该管路上设有应急冷却管道止回阀门4,以在主冷却回路1的主泵3停止供电后开启。
对于主冷却回路1,在一些实施例中,该主冷却回路1可以包括多个主泵3,例如四台主泵,主泵3上可以设有惰转飞轮,以延长主泵3失电后的惰转时间,使事故停堆后的堆芯冷却剂流量得以保证,提高了堆芯余热导出的可靠性。
从反应堆停堆的瞬间到应急堆芯冷却系统切换投入为停堆初期冷却阶段。正常停堆工况下,该阶段冷却采取保留一台主泵运行的方式,事故工况下所有主循环泵将停止运行,堆芯冷却靠主循环泵的惰转实现。
安全分析的事故分析指出,主冷却回路在额定满功率下运行,停堆至冷却剂流量降为总流量的80%时间应不小于2.5秒。本发明是实施例的主泵3飞轮转动惯量为450kg·m2,其惰转流量(2台、3台、4台泵运行)降到总流量80%的时间分别为7秒、8秒、11秒,满足安全分析报告的要求。
对于应急堆芯冷却系统2,其是一套非单一用途的专设安全设施,参见图1。该系统随堆运行,应急堆芯冷却系统2包括应急泵5,该应急泵5(可以包括两台)由不间断电源(UPS)供电,在反应堆正常运行时执行池水冷却功能;无论是正常停堆和事故停堆,一旦主泵3停运,应急堆芯冷却系统2将非能动地转为执行堆芯冷却功能。该系统流量自动匹配,满足正常运行冷却池水和正常停堆或事故停堆冷却堆芯的要求。这种设计可以有效避免应急泵的启动失效(即由停运态转为启动运行态的失效),提高应急冷却的可靠性。
一些实施例中,所述应急堆芯冷却系统2还包括换热器,以交换出反应堆内池水热量。一些实施例中,所述应急冷却管道止回阀门4为单向导通,在主冷却回路内主泵正常工作时闭合,在主冷却回路中主泵停止供电后,由应急堆芯冷却系统2向主冷却回路1导通。
上述设置保证,在反应堆正常运行时,应急泵5随堆运行,由于反应堆冷却剂进堆母管压力远高于应急泵出口压力,其应急冷却管道止回阀4始终处于关闭状态,应急泵5不能将池水注入堆芯10而是经过旁路流经板式换热器使池水得到冷却,执行池水冷却功能。当发生“丧失热阱”事件时,由“冷却剂出口温度过高”信号触发反应堆紧急停堆,当堆功率已降至1MW以下时,主循环泵自动停止运行,此时反应堆进堆总管压力降低,应急泵将反应堆池水输送到反应堆冷却剂进堆总管,保证至少有180m3/h冷却流量从上至下流经堆芯并带出堆芯放出的热量,再经堆芯底部衰变箱滤网11返回堆水池。当发生“丧失厂外电源”事件时,反应堆紧急停堆,系统主管路上的止回阀由于主回路压力降低非能动打开后,应急泵将池水同时泵入进堆主管路与应急泵旁路管道,管路流量自动匹配实现应急堆芯冷却要求,提供的强迫循环确保堆芯充分冷却。UPS能维持应急泵连续运行2小时向堆芯输送冷却剂。
在一些实施例中,如图2所示,在反应堆水池9内,所述主冷却回路1的堆芯上部导流箱8设有自然循环瓣阀6,堆芯下部衰变箱7上设有开口滤网11,以在主冷却回路失去压力时,自然循环瓣阀6非能动开启,与所述开口滤网11间形成自然循环冷却回路。当堆芯10剩余发热功率下降(例如降到约9MW以下)时,应急泵5可以停止运行,则堆芯余热的导出进入全堆芯自然循环冷却模式。自然循环堆芯余热导出模式由安装在导流箱8上的自然循环瓣阀6实现,它是一种非能动阀门,完全符合先进反应堆固有安全性的设计理念。自然循环瓣阀6根据导流箱内外压差并依靠重力作用开启,这种设计避免了人因故障。
在一些实施例中,在反应堆水池9外,所述主冷却回路1池外各部件均设置于堆芯10顶平面之上。该设置保证断电后,由于反应堆水池外的主冷却回路1高度均高于堆芯10顶平面,使反应堆水池9水位在低于主冷却回路后,液面不会进一步下降,以保证堆芯10不裸露。自然循环瓣阀6的结构设计满足只运行一台主泵就可以使自然循环瓣阀6由开启状态变成关闭状态,并可靠的维持关闭状态,使主回路成为闭合回路,使主冷却剂流经堆芯10,带出堆芯热量。当失去外电源时主循环泵停止运行,自然循环瓣阀6保证只运行一台应急泵5(堆芯流量≥180m3/h)时可靠地维持在关闭状态,使应急流量全部流经堆芯10,带出堆芯余热。当应急泵5停止运行,需要建立自然循环时,自然循环瓣阀6保证在堆芯流量下降到100m3/h(自然循环瓣阀6必开流量)时,自然循环瓣阀6靠自身重力非能动打开,并能可靠的维持在开启状态,执行堆芯余热导出的功能。
所属领域的技术人员可以清楚地了解到,为描述的方便和简洁,仅以上述各功能模块的划分进行举例说明,实际应用中,可以根据需要而将上述功能分配由不同的功能模块完成,即将装置的内部结构划分成不同的功能模块,以完成以上描述的全部或者部分功能。
以上所述的具体实施例,对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明,应理解的是,以上所述仅为本发明的具体实施例而已,并不用于限制本发明,凡在本发明的精神和原则之内,所做的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。
Claims (7)
1.一种耦合的反应堆余热导出系统,包括:
主冷却回路,用于通过主泵驱动回路中液体流动,以带走反应堆热量;
应急堆芯冷却系统,配置为随反应堆同时运行,且配置有不间断电源;
所述主冷却回路与应急堆芯冷却系统之间连接有管路,该管路上设有应急冷却管道止回阀门,以在主冷却回路的主泵停止供电后开启。
2.根据权利要求1所述的反应堆余热导出系统,其特征在于,所述应急冷却管道止回阀门,配置为单向导通,在主冷却回路内主泵正常工作时闭合,在主冷却回路中主泵断电后,由应急堆芯冷却系统向主冷却回路导通。
3.根据权利要求1所述的反应堆余热导出系统,其特征在于,所述应急堆芯冷却系统还包括换热器,在正常运行时,导出反应堆池水热量。
4.根据权利要求1所述的反应堆余热导出系统,其特征在于,所述主冷却回路的主泵设置惰转飞轮,以在主泵停止供电后实现惰转。
5.根据权利要求1所述的反应堆余热导出系统,其特征在于,在反应堆水池内,所述主冷却回路的堆芯上部导流箱设有自然循环瓣阀,堆芯下部衰变箱上设有开口滤网,以在主冷却回路失去压力时,自然循环瓣阀非能动开启,与所述开口滤网间形成自然循环冷却回路。
6.根据权利要求1所述的反应堆余热导出系统,其特征在于,在反应堆水池外,所述主冷却回路各部件均设置于堆芯顶平面之上。
7.根据权利要求1所述的反应堆余热导出系统,其特征在于,所述不间断电源为蓄电池式不间断电源。
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Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN111292863A (zh) * | 2020-02-20 | 2020-06-16 | 中国原子能科学研究院 | 用于池式反应堆的氚测量系统及测量方法 |
CN111883270A (zh) * | 2020-08-26 | 2020-11-03 | 中国原子能科学研究院 | 热量排出系统、池式反应堆以及池式反应堆热量排出方法 |
Citations (20)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0353867A1 (en) * | 1988-07-21 | 1990-02-07 | Rolls-Royce And Associates Limited | Full pressure passive emergency core cooling and residual heat removal system for water cooled nuclear reactors |
US5343507A (en) * | 1993-09-30 | 1994-08-30 | Westinghouse Electric Corporation | Shutdown cooling system for operation during lapse of power |
JP2000098077A (ja) * | 1998-09-18 | 2000-04-07 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器の圧力抑制装置 |
JP2000275380A (ja) * | 1999-03-26 | 2000-10-06 | Toshiba Corp | 非常用炉心冷却系及びその取水設備 |
RU2231144C2 (ru) * | 2002-05-20 | 2004-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии | Устройство аварийного охлаждения ядерного реактора |
CN101719386A (zh) * | 2009-12-21 | 2010-06-02 | 肖宏才 | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 |
CN201638576U (zh) * | 2010-03-09 | 2010-11-17 | 中国原子能科学研究院 | 一种池式反应堆应急堆芯冷却系统 |
CN102063945A (zh) * | 2010-10-29 | 2011-05-18 | 中国原子能科学研究院 | 导流箱 |
DE102011107470A1 (de) * | 2011-07-16 | 2013-01-17 | Westinghouse Electric Germany Gmbh | Kernreaktorkühlsystem |
CN103295656A (zh) * | 2012-02-29 | 2013-09-11 | 上海核工程研究设计院 | 用于核反应堆的多样化专设安全系统 |
KR20140126187A (ko) * | 2013-04-22 | 2014-10-30 | 한국원자력연구원 | 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전 |
KR101508176B1 (ko) * | 2013-10-11 | 2015-04-07 | 한국원자력연구원 | 개방형 연구로 노심 잔열 제거 장치 |
CN104751908A (zh) * | 2013-12-31 | 2015-07-01 | 中国广核集团有限公司 | 核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统 |
CN107068215A (zh) * | 2017-02-09 | 2017-08-18 | 中科瑞华原子能源技术有限公司 | 一种基于热管换热的非能动余热排出系统及核能系统 |
KR101780474B1 (ko) * | 2016-10-31 | 2017-09-21 | 한국원자력연구원 | 원자로 냉각 계통 및 그 작동 방법 |
CN107799193A (zh) * | 2017-10-25 | 2018-03-13 | 中国核动力研究设计院 | 多环路耦合导热的非能动余排排出系统试验模拟装置 |
CN107945893A (zh) * | 2017-10-09 | 2018-04-20 | 中广核研究院有限公司 | 一种核电厂应急堆芯冷却系统 |
CN108831573A (zh) * | 2018-06-28 | 2018-11-16 | 哈尔滨工程大学 | 一种核电站二次侧非能动余热排出安全系统 |
RU186261U1 (ru) * | 2018-07-23 | 2019-01-15 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" (СПбГМТУ) | Система пассивного отвода тепла реакторной установки |
CN209496632U (zh) * | 2019-02-01 | 2019-10-15 | 中国原子能科学研究院 | 耦合的反应堆余热导出系统 |
-
2019
- 2019-02-01 CN CN201910106354.7A patent/CN109659046A/zh active Pending
Patent Citations (20)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0353867A1 (en) * | 1988-07-21 | 1990-02-07 | Rolls-Royce And Associates Limited | Full pressure passive emergency core cooling and residual heat removal system for water cooled nuclear reactors |
US5343507A (en) * | 1993-09-30 | 1994-08-30 | Westinghouse Electric Corporation | Shutdown cooling system for operation during lapse of power |
JP2000098077A (ja) * | 1998-09-18 | 2000-04-07 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器の圧力抑制装置 |
JP2000275380A (ja) * | 1999-03-26 | 2000-10-06 | Toshiba Corp | 非常用炉心冷却系及びその取水設備 |
RU2231144C2 (ru) * | 2002-05-20 | 2004-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии | Устройство аварийного охлаждения ядерного реактора |
CN101719386A (zh) * | 2009-12-21 | 2010-06-02 | 肖宏才 | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 |
CN201638576U (zh) * | 2010-03-09 | 2010-11-17 | 中国原子能科学研究院 | 一种池式反应堆应急堆芯冷却系统 |
CN102063945A (zh) * | 2010-10-29 | 2011-05-18 | 中国原子能科学研究院 | 导流箱 |
DE102011107470A1 (de) * | 2011-07-16 | 2013-01-17 | Westinghouse Electric Germany Gmbh | Kernreaktorkühlsystem |
CN103295656A (zh) * | 2012-02-29 | 2013-09-11 | 上海核工程研究设计院 | 用于核反应堆的多样化专设安全系统 |
KR20140126187A (ko) * | 2013-04-22 | 2014-10-30 | 한국원자력연구원 | 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전 |
KR101508176B1 (ko) * | 2013-10-11 | 2015-04-07 | 한국원자력연구원 | 개방형 연구로 노심 잔열 제거 장치 |
CN104751908A (zh) * | 2013-12-31 | 2015-07-01 | 中国广核集团有限公司 | 核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统 |
KR101780474B1 (ko) * | 2016-10-31 | 2017-09-21 | 한국원자력연구원 | 원자로 냉각 계통 및 그 작동 방법 |
CN107068215A (zh) * | 2017-02-09 | 2017-08-18 | 中科瑞华原子能源技术有限公司 | 一种基于热管换热的非能动余热排出系统及核能系统 |
CN107945893A (zh) * | 2017-10-09 | 2018-04-20 | 中广核研究院有限公司 | 一种核电厂应急堆芯冷却系统 |
CN107799193A (zh) * | 2017-10-25 | 2018-03-13 | 中国核动力研究设计院 | 多环路耦合导热的非能动余排排出系统试验模拟装置 |
CN108831573A (zh) * | 2018-06-28 | 2018-11-16 | 哈尔滨工程大学 | 一种核电站二次侧非能动余热排出安全系统 |
RU186261U1 (ru) * | 2018-07-23 | 2019-01-15 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный морской технический университет" (СПбГМТУ) | Система пассивного отвода тепла реакторной установки |
CN209496632U (zh) * | 2019-02-01 | 2019-10-15 | 中国原子能科学研究院 | 耦合的反应堆余热导出系统 |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
庄毅等: "中国先进研究堆停堆冷却措施及其主要特点", 原子能科学技术, vol. 43, 20 December 2009 (2009-12-20), pages 412 - 416 * |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN111292863A (zh) * | 2020-02-20 | 2020-06-16 | 中国原子能科学研究院 | 用于池式反应堆的氚测量系统及测量方法 |
CN111292863B (zh) * | 2020-02-20 | 2022-07-01 | 中国原子能科学研究院 | 用于池式反应堆的氚测量系统及测量方法 |
CN111883270A (zh) * | 2020-08-26 | 2020-11-03 | 中国原子能科学研究院 | 热量排出系统、池式反应堆以及池式反应堆热量排出方法 |
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